Resumen de La refrigerabilidad del corium fuera de la vasija: los experimentos MACE y MCCI
El recinto de contención de una central nuclear es la última barrera para evitar la liberación de productos de fisión al exterior en caso de accidente. Las evaluaciones independientes del CSN de los APS de nivel 2 han puesto de relieve que un modo dominante de fallo de la contención en varias centrales españolas es la penetración de la losa de la cavidad del reactor por la interacción entre el corium y el hormigón. Este artículo analiza la viabilidad de una estrategia de gestión de accidentes severos que pretender evitar este modo de fallo de la contención. La estrategia consiste en verter agua sobre el corium depositado en la losa, con objeto de enfriarlo y detener la ablación de hormigón.
